秦山核电二期工程反应堆堆顶设计

秦山核电二期工程是我国首座自主设计的中型核电站.中国核动力研究设计院(NPIC)在吸取过去的设计经验和跟踪国外核电站先进技术的基础上,成功地完成了秦山核电二期工程反应堆堆顶的设计.本文对其设计进行了介绍.秦山二期1号机组的运行实践证明,该反应堆堆顶的设计是合理可行的.     

美国用摄象机观察三里岛核电站内部情况的初步结论

原文注:本文基本上是美国通用公共事业核子公司(GPU)报道的有关三里岛核电站2号堆堆芯清洗计划状况的原文,但为了适合《核子周刊》的文体,本刊略有修改。     

核电站

核能的开发和利用,是人类对自然界认识的又一次飞跃。1954年,世界上第一座试验性核电站问世,电功率仅5000千瓦,经过短短二十几年的时间,核电站反应堆堆功率已达130万千瓦。到1977年年底为止,世界上共有34个国家和地区,有523座核发电堆在     

两家美企就小型模块堆开展合作

[世界核新闻网站2011年5月24日报道]美国霍尔台克国际公司(Holtec)与美国绍尔集团(Shaw)签署了小型模块堆项目的第一阶段工程协议.该协议涉及的反应堆堆型是霍尔台克固有安全模块式地下反应堆(HI-SMUR).根据该协议,绍尔集团将负责核电站配套设施和反应堆支持系统的概念设计.该集团以拥有丰富的模块组装经验而...     

秦山30万千瓦压水堆核电站堆物理设计

本文讨论了压水堆核电站堆物理设计的任务和设计准则,扼要地分析了核电站压力堆堆芯设计的发展,进而讨论了堆物理设计计算程序的建立和秦山30千瓦电站堆物理设计的基本情况,并与国外同规模的堆芯设计作了比较。     

反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析

应用极值载荷分布法分析了泰山６００ＭＷ核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实例载荷，得出的设计寿命期４０年内，流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计，同时为堆内构件流致振动试验时间的确定，提供了有价值的参考数据。     

核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用

核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求,研究了应对单一故障及共因故障的对策,并根据二代反应堆堆型的特点,设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用2oo4表决逻辑,专设安全设施驱动系统采用2oo3表决逻辑,并提出了在输入发生失效时,表决逻辑的降级规则。     

苏联РБМК型石墨沸水堆核电站发展概况

苏联的石墨慢化沸腾轻水冷却大功率动力堆有许多优点。据报道,苏联目前正在建造和今后将要建造石墨沸水堆和压水堆两种堆型核电站。他们发展核电的技术路线是在建造电功率为100万千瓦压水堆核电站的同时,优先发展大功率石墨沸水堆(单堆电功率分别为100、150、200、240万千瓦)核电站。本文对苏联 РБМК 型石墨沸水堆核电站的发展概况作简要介绍。     

民主德国正在建造1000MW 级核电站

【日本《原子能快报》1985年12月2日第4页报道】最近民主德国煤炭和动力部长明确表示,民主德国增加将来的能源需要量的方针政策是:民主德国不是采用原有型的核电站,而是建大型核电站。     

关于核电站安全的计算机程序(下)

三、堆芯严重事故分析程序堆芯严重事故(Severe Accident,以下简称SA)是指反应堆堆芯遭到严重破坏甚至熔化的事故。在核电站设计、安全审批和运行中至今只考虑设计基准事故(Design Rase Accident,简称DBA),即认为堆芯不遭到严重破坏,能保持住可冷却的几何形状。NRC最近提供了三里岛核电站二号堆堆芯的电视录象和分析,堆芯上半部已经坍塌(占全部体积26%),形成一个大空穴,锆和不锈钢熔化,锆包壳与UO_2     

铅冷快增殖堆物理和热工水力研究

对25MW电功率铅冷快增殖堆堆芯进行了物理和热工水力概算，并将计算结果与相同功率的钠冷快增殖堆的结果进行了分析比较。从初步概算的结果来看，铅冷快增殖堆是一种安全可行的快增殖堆堆型。     

美国一沸水堆顶部燃料导向装置发现裂纹

【英国《国际核工程》1995年2月号报道】纽约电力公司在其所属的菲茨帕特里克核电站(1套816 MWe沸水堆机组)反应堆压力容器内顶部燃料导向装置上发现了裂纹的迹象。该电力公司在按照美国核管理委员会(NRC)的要求准备对该堆堆芯围筒进行修改时,发现抓住燃料组件顶部的导向装置内有6英寸长的裂纹。     

世界核电主要堆型技术沿革

介绍了世界核电主要反应堆堆型的工作原理、研发历史、现状及发展趋势，重点放在我国和世界核电的主力堆型——压水堆上。还介绍了正在研发的第四代核能系统。     

世界核电主要堆型技术沿革

介绍了世界核电主要反应堆堆型的工作原理、研发历史、现状及发展趋势,重点放在我国和世界核电的主力堆型——压水堆上。还介绍了正在研发的第四代核能系统。     

世界核电主要堆型技术沿革

介绍了世界核电主要反应堆堆型的工作原理、研发历史、现状及发展趋势，重点放在我国和世界核电的主力堆型——压水堆上。还介绍了正在研发的第四代核能系统。     

捷克杜库凡尼核电站的辐射防护

【英国《国际核工程》2000年11月刊报道】 在运行15年后,捷克共和国的杜库凡尼核电站(4×440 MWe)已成为世界上辐射防护安全最好的核电站之一。 杜库凡尼核电站位于捷克共和国南摩拉维亚地区的特热比奇附近。该电站有4个VVER(水-水型动力堆) 440/213型压水堆(PWR)机组、一座乏燃料中间贮存设施和一个低放废物(LLW)存放处。该电站年发电量为1760 MWh,约占该国总发电量的20%,除了最近投入使用的泰梅林核电站外,杜库凡尼核电站是该国唯一的一座核电站。 为了使捷克共和国的核安全程序符合欧盟(EU)指导性文件的要求,捷克建立了一个独立…     

世界核电主要堆型技术沿革

介绍了世界核电主要反应堆堆型的工作原理、研发历史、现状及发展趋势，重点放在我国和世界核电的主力堆型——压水堆上。还介绍了正在研发的第四代核能系统。     

列宁格勒核电站现状和未来

【据国际互联网报道】　瑞典 Bellona组织最近分析了列宁格勒核电站现状和未来 ,结论如下 :1.列宁格勒核电站一般情况简介列宁格勒核电站位于离圣彼得堡西 80公里处的一个名叫索斯诺维博尔的小镇上(镇上人口为 6万人 ) ,所以又称索斯诺维博尔核电站 ,共有 4台 RBMK- 10 0 0型机组。现核电站的工作人员约 70 0 0人 ,为圣彼得堡区提供 5 0 %的电力。该核电站是前苏联第一座采用 RBMK型堆的核电站 ,RBMK为大功率石墨管式反应堆 ,也就是切尔诺贝利核电站的堆型。它是俄罗斯唯一的实行了私有化的核电站。2 .列宁格勒核电站的堆型RBMK- 10 …     

国外对我台湾省第四座核电站招标的投标报价

1980年8月,我台湾省电力公司为建造第四座核电站(两座单堆功率均为90万千瓦的压水堆)向三个国家五家核电站制造厂商发出了招标通知书。这五家厂商是通用电气公司(美)、西屋电气公司(美)、燃烧工程公司(美)、法美原子公司(法)、电站联盟(西德)。台湾电力公司计划将这座核电站建在盐寮,1988年投入运行。这两座动力堆按台湾正在运行和正在建造的核电站动力     

球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。